内容简介
《中国先进堆型综合评估方法》系统介绍了国际原子能机构(IAEA)的INPRO评估方法、第四代核能系统国际论坛(GIF)的评估方法以及美国能源部(DOE)的评估实践等相关的堆型评估方法，并针对我国先进堆型技术研发与评估需求，重点阐述了中国先进堆型综合评估方法。《中国先进堆型综合评估方法》涵盖多个领域和学科，可为读者提供深入了解核能可持续发展及堆型综合评估的专业知识和实践指导。
目录
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前言
第1章 先进堆型综合评估方法概述 1
1.1 先进堆型概述 1
1.2 国际评估方法 4
1.2.1 INPRO评估方法 4
1.2.2 INPRO KIND评估方法 7
1.2.3 GIF评估方法 9
1.2.4 美国DOE评估实践 12
1.2.5 各方法对比 16
1.3 中国先进堆型综合评估方法 21
1.3.1 评估方法简介 21
1.3.2 评估指标简介 23
1.4 小结 33
参考文献 33
第2章 安全评估 34
2.1 国际评估方法——安全领域 34
2.1.1 INPRO评估方法——安全领域 34
2.1.2 GIF评估方法——安全领域 42
2.1.3 DOE评估实践——安全领域 48
2.1.4 评价方法的对比 53
2.2 中国先进堆型综合评估方法——安全领域 54
2.2.1 体系架构 54
2.2.2 指标设计与权重分配 55
2.2.3 数据收集模板 60
2.2.4 评估示例 66
2.3 小结 67
参考文献 67
第3章 经济评估 69
3.1 国际评估方法——经济领域 69
3.1.1 INPRO评估方法——经济领域 69
3.1.2 GIF评估方法——经济领域 77
3.1.3 其他经济评估方法 83
3.2 中国先进堆型综合评估方法——经济领域 84
3.2.1 国内核电厂通用经济评估方法 84
3.2.2 国内外先进堆型经济评估方法比较分析 86
3.2.3 国内先进堆型经济评估方法及案例 87
3.3 小结 90
参考文献 91
第4章 防核扩散评估 92
4.1 国际评估方法——防核扩散领域 92
4.1.1 INPRO评估方法——防核扩散领域 92
4.1.2 GIF评估方法——防核扩散领域 94
4.1.3 其他评估方法——防核扩散领域 98
4.2 中国先进堆型综合评估方法——防核扩散领域 99
4.2.1 评估指标 99
4.2.2 评估示例 103
4.3 小结 104
参考文献 104
第5章 实物保护评估 105
5.1 国际评估方法——实物保护领域 105
5.1.1 INPRO评估方法——实物保护领域 105
5.1.2 GIF评估方法——实物保护领域 106
5.1.3 DOE评估实践——实物保护领域 113
5.2 中国先进堆型综合评估方法——实物保护领域 114
5.2.1 中国实物保护体系发展概述 114
5.2.2 中国先进堆型综合评估方法——实物保护领域 117
5.3 小结 123
参考文献 123
第6章 环境影响评估 125
6.1 国际评估方法——环境影响领域 125
6.1.1 INPRO评估方法——环境影响领域 125
6.1.2 DOE等其他方法——环境影响领域 126
6.2 中国先进堆型综合评估方法——环境影响领域 127
6.2.1 整体思路 127
6.2.2 **指标 128
6.2.3 评估案例 129
6.3 小结 130
参考文献 130
第7章 资源消耗评估 132
7.1 国际评估方法——资源消耗领域 132
7.1.1 INPRO评估方法——资源消耗领域 132
7.1.2 DOE评估实践——资源消耗领域 132
7.2 中国先进堆型综合评估方法——资源消耗领域 133
7.2.1 评估指标筛选 134
7.2.2 评估准则 134
7.2.3 评估案例及总结 135
参考文献 136
后记 137
试读
第1章 先进堆型综合评估方法概述
先进堆型综合评估方法概述
1.1 先进堆型概述
反应堆堆型代际划分，目前主流的是第四代核能系统国际论坛(Generation IV International Forum，GIF)在核能系统技术路线图中定义的[1]，一代堆为早期原型堆，二代堆为大型商用动力堆，三代堆为先进轻水堆及其改进堆型，四代堆为创新设计的堆型。四代堆预期在2030年之后部署，具有更优的全寿期经济性能、更强的安全性、更少的废物和更好的防核扩散性能。同时，GIF技术路线图2002版从100多种堆型概念中筛选**了6种典型四代堆型：钠冷快堆、气冷快堆、铅(铋)冷快堆、超高温气冷堆、超临界水堆、熔盐堆。
国际原子能机构(International Atomic Energy Agency，IAEA)在创新型核反应堆和燃料循环国际项目(International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles，INPRO)中给出与先进堆、四代堆相关的两个概念：改进式设计和革新式设计[2]。改进式设计是在现有设计基础上进行改进的反应堆设计，这种改进主要是通过对现有设计进行小的或适度的修改，以保持已证实的设计特性，从而*大限度地降低技术风险。革新式设计是在材料、燃料的使用，操作环境和条件，以及系统配置方面都有根本性改变的反应堆设计。在美国电力研究院(Electric Power Research Institute，EPRI)的报告中给出先进堆定义如下：超越三代堆的技术，与当前的设计相比，在安全、经济、性能表现方面有显著的优势和提升[3]。但目前四代堆所应达到的具体技术指标，行业内尚未达成一致。
1.HPR1000概述
中国核工业集团有限公司(简称中核集团)在我国三十余年核电发展的基础上，通过消化吸收国际三代核电技术的先进安全设计理念，汲取日本福岛核事故的经验反馈，开发出具有自主知识产权的ACP1000三代核电技术。在国家相关部委的指导下，中核集团的ACP1000与中国广核集团有限公司(简称中广核集团)的ACPR1000+进行了技术方案的融合，形成了具有自主知识产权的三代压水堆核电品牌“华龙一号”(HPR1000) (图1.1)。华龙一号的安全设计目标和技术指标达到了三代核电厂的要求，满足了核电用户要求文件(Utility Requirements Document，URD)及欧洲用户要求(European Utility Requirements，EUR)的主要安全和性能指标。华龙一号技术方案兼顾了安全性、成熟性、先进性和经济性，采用了能动与非能动相结合的先进设计理念，设置了完善的严重事故预防与缓解措施，充分吸收了我国压水堆核电站设计、建造、调试和运行的科研成果和成功经验。
图1.1 华龙一号示意图
华龙一号技术方案的主要特点如下：
(1)堆芯采用177组燃料组件。
(2)采用单堆布置方案，优化核岛厂房布置方案。
(3)采用大自由容积双层安全壳。
(4)60年电厂设计寿期。
(5)采用先进燃料组件，换料周期为18个月，电站平均可利用率大于等于90%。
(6)采用能动与非能动相结合的安全设计理念。
(7)采用基于概率安全分析和经验反馈优化的安全系统。
(8)延长操作员事故后不干预时间。
(9)分析并应对设计扩展工况。
(10)完善的严重事故预防和缓解措施。
(11)外部事件防护能力提升。
(12)抗震设计标准的提升。
(13)采用抗商用大飞机撞击设计。
(14)72h电厂自持时间。
(15)应急能力提升。
(16)采用先进的放射性废物处理工艺，实现废物*小化的目标。
(17)采用提高经济性和先进性的设计措施。
华龙一号全球*堆——中核集团福清核电5号机组于2015年5月7日开工建设，2020年11月27日*次并网成功，2021年1月30日正式投入商业运行。华龙一号海外*堆——巴基斯坦卡拉奇2号机组于2021年5月20日正式投入商业运行。2022年1月1日，华龙一号中核集团福清核电6号机组并网成功。2022年2月21日，华龙一号海外示范工程、全球第四台机组——巴基斯坦卡拉奇3号机组*次达到临界状态。中广核集团防城港核电3号机组于2023年3月25日正式投入商业运行，4号机组于2024年5月25日正式投入商业运行。
2.AP1000概述
AP1000是美国西屋公司研发的第三代核电技术，采用革新性的非能动安全系统的设计理念，大大简化了核电厂的安全系统，提高了安全系统的可靠性，具有完善的严重事故预防和缓解措施。AP1000显著提高了安全壳的可靠性，安全裕度大，同时采用了模块化设计与建造技术，缩短建造工期。
AP1000堆型具有以下技术特点：
(1)采用两环路百万千瓦级压水堆核电站技术路线。
(2)设计上采用确定论、工程判断和概率论相结合的方法，符合核安全法规要求。
(3)采用新技术，具有一定先进性，如应用分布式数字化仪器与控制(instrumentation and control，I&C)系统设计和先进的主控室设计，采用先进燃
